FR 2705491 A1 19941125 FR 9406064 A 19940518 La présente invention concerne un combustible nucléaire contenant du gadolinium dans lequel du gadolinium élémentaire est introduit en tant que poison consommable. En particulier, la présente invention concerne un combustible nucléaire présentant une efficacité de combustion nucléaire accrue qui est obtenue en augmentant la réactivité tout en minimisant tout effet néfaste sur la marge d'arrêt et la marge thermique. Le gadolinium naturel contient sept isotopes différents. La composition isotopique et la section efficace d'absorption des neutrons thermiques du gadolinium élémentaire sont présentées dans le tableau 1. Dans le gadolinium naturel, 155Gd et 157Gd ont la plus grande section efficace et réalisent un contrôle de la réactivité en jouant le rôle d'absorbeurs de neutrons. Mis à part les isotopes énumérés dans le tableau 1, le gadolinium naturel contient également environ 0,2 % de 152Gd, mais son effet sur la réactivité du combustible est faible. TABLEAU 1 ISOTOPE ABONDANCE SECTION EFFICACE D'ABSORPTION NATURELLE DES NEUTRONS THERMIQUES -____ _ (%q) (BARNS) 10-24 cm2 154Gd 2 60 Gd 15 61 000 156Gd 20 2 157Gd 16 255 000 158Gd 25 2 Gd 22 1 La figure 1 montre une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible conventionnel introduit dans un réacteur nucléaire à eau bouillante. L'assemblage de combustible 1 consiste en un faisceau de barreaux de combustible comportant 74 barreaux de combustible 2 et 2 barreaux à eau 3 sous forme d'un réseau, ce faisceau de barreaux de combustible étant entouré par une gaine à canaux 4. La figure 2 est une vue en coupe axiale d'un barreau de combustible conventionnel 2. Le barreau de combustible 2 a un diamètre d'environ 1 cm, une longueur totale d'environ 4 m et est constitué par des pastilles de combustible 5 consistant en oxyde d'uranium (ou de plutonium) fritté contenues dans un tube de gainage 6 en alliage de zirconium, fixées par un ressort 7 et enfermées hermétiquement par un bouchon supérieur 8 et un bouchon inférieur 9. Le taux moyen d'enrichissement de l'uranium de l'assemblage de combustible de cet exemple est de 4,0 %. Dans les barreaux de combustible 10 désignés par le symbole G sur la figure 1, de l'oxyde de gadolinium est mélangé en tant que poison consommable avec l'oxyde d'uranium pour contrôler l'excès de réactivité initiale du réacteur. Dans cet exemple, l'oxyde de gadolinium est présent dans 14 des 74 barreaux de combustible. La figure 3 montre le facteur de multiplication infinie l de l'assemblage de combustible de la figure 1. Le nombre de barreaux de combustible 10 contenant du gadolinium est déterminé de manière que l'excès de réactivité initiale du réacteur soit situé dans une plage appropriée et la concentration d'oxyde de gadolinium est déterminée de manière que l'oxyde de gadolinium soit consommé dans la période finale du cycle opératoire afin de ne pas provoquer de perte de réactivité. Dans cet exemple, on suppose que la période opératoire est de 13 mois et que la concentration d'oxyde de gadolinium est de 4,0 %. La figure 4 montre la densité atomique d'isotopes de gadolinium. Lorsque le taux de combustion nucléaire augmente, il apparaît une diminution rapide des quantités de 155Gd et 157Gd, qui ont une section efficace importante, et une diminution lente de 154Gd et 160Gd qui ont une faible section efficace. 156Gd et 158Gd ont eux aussi une faible section efficace mais, du fait qu'ils sont produits par absorption de neutrons par 155Gd et 157Gd, respectivement, ils augmentent lorsque le taux de combustion nucléaire augmente jusqu'à ce que 155Gd et 157Gd aient été convertis, après quoi ils subissent une baisse lente. Normalement, le point auquel les isotopes de section efficace importante, à savoir Gd et 157Gd, ont décru jusqu'à des valeurs sensiblement constantes est appelé point de combustion totale de l'oxyde de gadolinium. La figure 5 montre le facteur d'absorption de neutrons des isotopes du gadolinium. La variation en fonction du taux de combustion est grossièrement proportionnelle à la densité atomique et son ampleur dépend du produit de la densité atomique et de la section efficace. Par conséquent, après la combustion totale de l'oxyde de gadolinium, bien que 156Gd et 158Gd soient présents en une densité atomique plus élevée que 155Gd et 157Gd, ils présentent une absorption des neutrons sensiblement du même ordre car leurs sections efficaces sont plus petites. L'augmentation temporaire d'absorption des neutrons par 155Gd dans la période initiale de combustion nucléaire est provoquée par une variation du flux de neutrons. Spécifiquement, tandis qu'il subsiste une certaine quantité de 157Gd, qui a une grande section efficace, le flux de neutrons est abaissé par l'absorption des neutrons par 157Gd. Lorsque la quantité de 157Gd diminue au fur et à mesure que la combustion progresse, le flux de neutrons est augmenté. Ainsi qu'on l'a déjà mentionné ci-dessus, la densité de l'oxyde de gadolinium est déterminée de manière à ne pas entraîner de perte de réactivité lorsqu'il est consommé totalement dans la dernière partie du cycle opératoire. Les isotopes de gadolinium qui sont consommés sont 155Gd et 157Gd, qui ont une section efficace importante, tandis que la teneur des autres isotopes décroît ou augmente légèrement. Par conséquent, même lorsque la totalité de 155Gd et de 157Gd a été consommée, le gadolinium dans son ensemble conserve une capacité d'absorption des neutrons qui produit une perte de réactivité. Dans le tableau 2, le facteur d'absorption des neutrons de chaque isotope de gadolinium est donné à 25 GWj/0,9072t, qui est un taux typique de combustion après la combustion totale de l'oxyde de gadolinium. 159Tb est produit par désintégration bêta immédiate du 159Gd produit par absorption des neutrons par 158Gd. Sa section efficace d'absorption des neutrons thermiques est de 23 barns. Le facteur total d'absorption des neutrons thermiques qui en résulte est de 0,81 %. Ceci entraîne une baisse de réactivité qui fait décroître le rendement de combustion nucléaire du combustible. TABLEAU 2 ISOTOPE FACTEUR D'ABSORPTION DES NEUTRONS (%) 154Gd 0,04 Gd 0,05 156Gd 0,21 157Gd 0,23 158Gd 0,21 159Tb 0,05 Gd 0,02 Total 0,81 Si du gadolinium est mélangé en tant que poison consommable à l'oxyde d'uranium, la conductivité thermique est abaissée ce qui tend à augmenter la température du combustible. Etant donné que la baisse de conductivité thermique est proportionnelle à la concentration du gadolinium, des concentrations très élevées en gadolinium ne sont pas souhaitables. On notera également que le fait que les barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium ont des concentrations en uranium plus basses que les barreaux de combustible ne contenant pas d'oxyde de gadolinium peut provoquer une baisse de la puissance thermique, ce qui permet d'éviter une montée excessive de la température du combustible. Une technique pour augmenter le rendement de combustion nucléaire du combustible par réduction de la perte de réactivité est décrite dans la publication de brevet japonais n Sho. 58- 140 673. Selon ce document, on réduit la perte de réactivité en augmentant la teneur en 157Gd. A titre d'exemple d'application de cette technique, le tableau 3 montre le facteur d'absorption des neutrons à 25 GWj/0,9072t dans le cas de l'assemblage de combustible de la figure 1 lorsque l'on utilise du gadolinium consistant uniquement en 157Gd. Le réglage est fait de telle manière que la teneur totale en 155Gd et 157Gd, qui ont des sections efficaces importantes, soit identique à la teneur du gadolinium naturel, la concentration en oxyde de gadolinium étant de 1,2 %. Le fait qu'un faible degré d'absorption des neutrons seulement soit produit par le 158Gd formé par absorption des neutrons par 157Gd réduit grandement la perte globale de réactivité. TABLEAU 3 ISOTOPE FACTEUR D'ABSORPTION DES NEUTRONS (%) 154Gd 0,0 Gd 0,0 156Gd 0,0 157Gd 0,02 158Gd 0,16 159rb 0,03 Gd 0,0 Total 0, 21 La technique ci-dessus a permis de réduire la concentration en oxyde de gadolinium de 4,0 %, lorsque l'on utilise de l'oxyde de gadolinium naturel, à 1,2 %. Comme la conductivité thermique ne dépend pas du type d'isotope, ceci signifie que la baisse de conductivité thermique due à l'incorporation d'oxyde de gadolinium est grandement compensée. Si ce procédé est employé, l'enrichissement de l'uranium des barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium peut être augmenté par rapport à celui qui était utilisé auparavant. Ceci non seulement améliore la rentabilité du combustible en permettant d'augmenter le taux de combustion nucléaire mais aussi réduit la puissance locale maximale dans le plan transversal de l'assemblage de combustible. Ou bien encore, si l'on suppose qu'une conductivité thermique du même ordre que celle obtenue lorsque l'on emploie du gadolinium naturel est satisfaisante, la concentration du 157Gd, qui est l'isotope qui remplit essentiellement la fonction de poison consommable, peut être augmentée ce qui permet d'allonger la période de contrôle de réactivité par l'oxyde de gadolinium d'un facteur 3 ou supérieur. Ceci permet un fonctionnement à long terme de sorte que le facteur de disponibilité du réacteur peut être augmenté. Cependant, lorsque l'on applique la technique ci-dessus à un assemblage de combustible il apparaît les problèmes suivants. Tout d'abord, la marge d'arrêt du réacteur est affectée de manière défavorable. Lors de l'arrêt, le réacteur est dans un état sous-critique du fait que toutes les barres de contrôle sont insérées dans le coeur. Cependant, il est nécessaire que le coeur demeure dans un état souscritique, même si l'une quelconque des barres de contrôle est retirée du coeur. Ce degré de sous-criticité est la marge d'arrêt du réacteur. La figure 3 montre une comparaison du facteur de multiplication infinie (12) d'un assemblage de combustible utilisant du gadolinium consistant en 157Gd avec le facteur de multiplication infinie (11) d'un assemblage de combustible utilisant du gadolinium naturel. Lorsque l'on emploie du gadolinium naturel, qui contient 155Gd et 157Gd qui ont des sections efficaces importantes, le facteur de multiplication infinie tend vers son maximum de manière relativement progressive du fait de la différence des taux de combustion nucléaire des deux isotopes. Au contraire, lorsque seul 157Gd est présent, il apparaît un maximum étroit dont la valeur est élevée. La marge d'arrêt se rétrécit lorsque le facteur de multiplication infinie tend vers son maximum de sorte que, si l'on emploie du gadolinium à teneur élevée en 157Gd, il existe un effet défavorable sur la marge d'arrêt, c'est à dire que la marge d'arrêt devient trop étroite. Le second problème est une augmentation du maximum de canal. Le maximum de canal désigne la valeur maximale de la puissance thermique de l'assemblage de combustible divisée par la valeur moyenne de la puissance thermique de l'assemblage de combustible. Des assemblages de combustible de taux de combustion différents sont installés dans le coeur d'un réacteur, et la puissance thermique des assemblages de combustible dépend du facteur de multiplication infinie. Par conséquent, si la valeur maximale du facteur de multiplication infinie des assemblages de combustible contenant du gadolinium à teneur élevée à 157Gd devient trop importante, le maximum de canal augmente également. Il en résulte que la marge thermique du rapport de puissance critique minimum et/ou du taux de dégagement de chaleur linéaire maximum est affectée de manière défavorable. Le troisième problème est le suivant: comme le gadolinium a un grand nombre d'isotopes, le procédé de séparation des isotopes le plus efficace pour augmenter la teneur en 157Gd est le procédé laser. Dans le procédé laser, du gadolinium naturel est irradié avec un rayon laser d'une longueur d'onde spécifique pour ioniser seulement un isotope spécifique, qui est recueilli, ce qui augmente la teneur en cet isotope. Cependant, dans le cas d'un isotope tel que 157Gd, qui a un nombre de masse impair, certains niveaux d'énergie électroniques sont dissociés en plusieurs niveaux par interaction avec le noyau atomique. La figure 6 montre un exemple de spectre d'absorption optique. Lorsqu'un tel isotope est ionisé, si on emploie un seul rayon laser dont la longueur d'onde correspond à celle de l'un seulement de ces niveaux d'énergie créés, le rendement d'ionisation est abaissé. Pour réaliser l'ionisation de manière efficace, il est possible d'augmenter le nombre de rayons laser en fonction du nombre de niveaux d'énergie formés, mais ceci complique le dispositif laser et augmente son prix. Ainsi, la présente invention a pour but de fournir un combustible nucléaire dans lequel le rendement de combustion du combustible peut être augmenté en augmentant la réactivité sans affecter de manière défavorable la marge d'arrêt du réacteur et la marge thermique du réacteur. La présente invention a aussi pour but de fournir du gadolinium en tant que poison consommable pour combustible nucléaire, dans lequel la teneur en un isotope du gadolinium à nombre de masse pair est inférieure à la teneur du même isotope dans le gadolinium naturel. La présente invention a également pour but de fournir un assemblage de combustible contenant des barreaux de combustible comportant du gadolinium en tant que poison consommable dans lequel la teneur en un isotope du gadolinium à nombre de masse pair est inférieure à la teneur du même isotope dans le gadolinium naturel. La présente invention a aussi pour but de fournir un assemblage de combustible ayant les caractéristiques ci-dessus, dans lequel la teneur en gadolinium dans la partie supérieure de l'assemblage de combustible est différente de la teneur en gadolinium dans la partie inférieure de l'assemblage de combustible. La présente invention a aussi pour but de fournir un assemblage de combustible ayant une multiplicité de barreaux de combustible dans au moins deux groupes définis, dans lequel la teneur en 157Gd d'au moins deux groupes est supérieure à la teneur en 157Gd du gadolinium naturel et dans lequel la concentration en gadolinium d'un premier groupe de barreaux de combustible est différente de la concentration en gadolinium d'un second groupe de barreaux de combustible. Ces objets et d'autres objets de la présente invention ont été atteints grâce à l'utilisation comme poison consommable pour combustible nucléaire de gadolinium, comprenant une multiplicité d'isotopes du gadolinium, dans lequel la teneur en au moins un isotope de nombre de masse pair de la multiplicité d'isotopes est inférieure à la teneur en cet isotope de nombre de masse pair du gadolinium naturel, et grâce à son utilisation dans un assemblage de combustible comprenant une multiplicité de barreaux de combustible nucléaire disposés en réseau, dans lequel l'un au moins des barreaux de combustible comprend du gadolinium ayant une multiplicité d'isotopes, la teneur en au moins un isotope de nombre de masse pair de ladite multiplicité d'isotopes étant inférieure à la teneur en ledit isotope de nombre de masse pair du gadolinium naturel. Selon un autre aspect encore de la présente invention, il est fourni un assemblage de combustible comprenant une multiplicité de barreaux de combustible nucléaire disposés en faisceau. La multiplicité de barreaux de combustible comprend au moins des premier et second groupes de barreaux de combustible comprenant chacun du gadolinium ayant une teneur en 157Gd qui est supérieure à la teneur en 157Gd du gadolinium naturel. Les concentrations du gadolinium dans les premier et second groupes sont différentes. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront mieux dans la description détaillée qui suit et se réfère aux dessins annexés, donnés uniquement à titre d'exemple, et dans lesquels: La figure 1 est une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible utilisé dans un réacteur à eau bouillante; La figure 2 est une vue en coupe axiale d'un barreau de combustible utilisé dans l'assemblage de combustible représenté sur la figure 1; La figure 3 est un graphique représentant la variation de facteurs de multiplication infinie d'un assemblage de combustible selon un exemple de l'état de la technique et d'un assemblage de combustible selon un mode de réalisation de cette invention, en fonction du taux de combustion. La figure 4 est un graphique montrant la variation de densité atomique d'isotopes du gadolinium en fonction du taux de combustion, dans un assemblage de combustible utilisant du gadolinium naturel; Lafigure 5 est un graphique montrant la variation du facteur d'absorption des neutrons d'isotopes du gadolinium en fonction du taux de combustion, dans un assemblage de combustible utilisant du gadolinium naturel; La figure 6 représente un exemple de spectre d'absorption optique d'isotopes du gadolinium; La figure 7 représente un exemple de dispositif laser pour produire du gadolinium élémentaire ayant une teneur en 156Gd inférieure à celle du gadolinium naturel; La figure 8 est une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible selon un mode de réalisation de la présente invention; La figure9 est un schéma de répartition de la concentration en gadolinium d'un assemblage de combustible de l'état de la technique donné pour comparaison avec un mode de réalisation de la présente invention. La figure 9 (A) est un schéma en coupe transversale d'un assemblage de combustible. La figure 9 (B) représente un schéma montrant la répartition de la concentration de l'oxyde de gadolinium dans les barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium; et La figure 10 est une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible selon un autre mode de réalisation de la présente invention. La présente invention concerne du gadolinium utilisable comme poison consommable pour combustible nucléaire, comprenant: une multiplicité d'isotopes du gadolinium, dans lequel la teneur en au moins un isotope à nombre de masse pair de ladite multiplicité d'isotopes est inférieure à la teneur en cet isotope à nombre de masse pair du gadolinium naturel, ainsi qu'un assemblage de combustible comprenant une multiplicité de barreaux de combustible contenant ce gadolinium. Comme le montre le tableau 2, lorsque l'on utilise du gadolinium naturel, 156Gd,157Gd et 158Gd contribuent sensiblement dans la même mesure à la perte de réactivité après la combustion du gadolinium. Dans le cas de 156Gd, celui qui est produit à partir de 155Gd par absorption des neutrons et celui qui est trouvé naturellement sont présents dans un rapport d'environ 15: 20. Dans le cas de 158Gd, celui qui est produit à partir de 157Gd par absorption des neutrons et celui qui est trouvé naturellement sont présents dans un rapport d'environ 16: 25. De ce fait, en abaissant la teneur en 156Gd et en 158Gd, il est possible de réduire grandement la perte de réactivité due à ces isotopes. Le fait d'abaisser la teneur en 156Gd permet en outre de réduire la perte de réactivité due à 157Gd. La variation au cours du temps de la densité atomique de 157Gd après que le 157Gd présent naturellement a été totalement converti en 158Gd est exprimée par l'équation suivante: dN7/dt= -N7 c7 + N6a 64 o N6 et N7 sont les densités atomiques de 156Gd et 157Gd, respectivement, o 6 et ac 7 sont leurs sections efficaces respectives et 4 est le flux de neutrons. Comme cy 6 est très inférieure à ac 7, au bout d'une durée suffisante dN7/dt = 0. A ce stade, N6 c 6 4 = N7 a 7 4 et il apparaît un état d'équilibre dans lequel les facteurs d'absorption des neutrons de 156Gd et 157Gd sont égaux et la densité atomique de 157Gd est proportionnelle à la densité atomique de 156Gd Comme le montre la figure 4, la densité atomique de 156Gd après que 155Gd a été totalement converti en 156Gd est pratiquement constante et est déterminée par les quantités de 155Gd et 156Gd qui étaient présentes initialement. On peut donc également réduire la perte de réactivité due à 157Gd en abaissant la teneur en 156Gd. De même, en maintenant les teneurs en 155Gd et 157Gd, qui jouent un rôle essentiel comme poisons consommables, il est possible d'obtenir un contrôle de la réactivité pendant la période initiale nécessaire, de sorte que les isotopes autres que ceux-ci peuvent être retirés et que la concentration en oxyde de gadolinium peut être abaissée d'une quantité correspondante. Il en résulte que la conductivité thermique du combustible augmente de sorte qu'il est possible d'obtenir les avantages d'une combustion plus élevée et/ou d'une réduction du maximum de puissance locale et qu'il est possible d'augmenter la concentration en oxyde de gadolinium ce qui permet d'augmenter le facteur de disponibilité par une opération à long terme. En outre, comme 155Gd et 157Gd sont présents dans les mêmes proportions que dans le gadolinium naturel, la valeur maximale du facteur de multiplication infinie n'est pas trop élevée. Il est donc possible de résoudre les problèmes posés par l'effet néfaste sur la marge d'arrêt et l'augmentation du maximum de canal. Dans un assemblage de combustible selon la présente invention, du gadolinium enrichi en 157Gd, ayant une teneur en 157Gd supérieure à la teneur naturelle, est employé comme poison consommable, et les barreaux de combustible sont répartis en plusieurs groupes ayant des concentrations en poison consommable mutuellement différentes. De ce fait, il est possible d'obtenir par simulation la variation de densité atomique de 157Gd et 155Gd représentée sur la figure 4. Ceci permet de réduire la valeur maximum du facteur de multiplication 1l infinie et de surmonter ainsi les problèmes posés par l'effet néfaste sur la marge d'arrêt et l'augmentation du maximum de canal. Dans un mode de réalisation de la présente invention, du gadolinium ne contenant pas de 156Gd (représenté sur la figure 4) est employé comme poison consommable dans un assemblage de combustible tel que celui qui est représenté sur la figure 1. Le gadolinium est incorporé dans le combustible sous forme d'oxyde de gadolinium à une concentration d'oxyde de gadolinium de 3,2 %. La teneur massique totale en 155Gd et 157Gd est la même que lorsque du gadolinium naturel est utilisé avec une concentration d'oxyde de gadolinium de 4,0 %. Dans ce mode de réalisation, le facteur d'absorption des neutrons à 25 GWj/0,9072t est de 0,60 % ce qui donne un gain de réactivité de 0,21 % à comparer au gain de 0,81 % qui est obtenu lorsque l'on utilise du gadolinium naturel, comme le montre la figure 2. Par conséquent, par rapport à un exemple de l'état de la technique utilisant du gadolinium naturel, la combustion nucléaire peut être prolongée d'environ 1 % pour la même concentration en uranium. Ou bien encore, la concentration en uranium pour obtenir la même combustion nucléaire que dans l'exemple de l'état de la technique peut être abaissée d'environ 0,03 %. La figure 3 représente la variation du facteur de multiplication infinie 13 en fonction du taux de combustion dans ce mode de réalisation. On peut voir d'après la figure que la variation est très semblable à celle du facteur de multiplication infinie 11 de l'exemple de l'état de la technique dans lequel du gadolinium naturel est employé. Comme le maximum du facteur de multiplication infinie n'est pas trop élevé, il n'y a pas de risque d'effets néfastes sur la marge d'arrêt et sur le maximum de canal. La figure 7 est un schéma représentant un exemple de dispositif laser pour fabriquer le gadolinium représenté dans le tableau 4. Tout d'abord, du gadolinium métallique est fondu et évaporé par un dispositif producteur de vapeur métallique 15 à l'intérieur d'une cellule de séparation 14 maintenue sous un vide poussé. Le courant de vapeur neutre 16 qui est ainsi produit est introduit dans une unité de réaction optique 17 dans laquelle seul 156Gd est ionisé par irradiation de la vapeur avec un rayon laser 19 produit par un système laser 18. De préférence, au lieu de réaliser l'ionisation directement à partir de l'état fondamental, on utilise un rayon laser d'excitation sélective 20 pour exciter sélectivement temporairement le 156Gd dans un état excité spécifique. Le 156Gd excité est ensuite ionisé par irradiation avec un autre rayon laser ionisant 21. Les dispositifs laser 22 et 23 sont constitués par un laser de pompage, un laser à longueur d'onde variable, un dispositif à modulateur de fréquence et un amplificateur de laser impulsionnel. Le courant de vapeur de 156Gd ionisé 24 qui est obtenu de cette manière est adsorbé sur une plaque électrode de récupération d'ions 25. Le courant de vapeur 26 consistant en les autres isotopes de gadolinium qui n'ont pas été ionisés est recueilli sur une plaque de récupération d'atomes neutres 27. Il est donc possible d'obtenir un gadolinium à teneur en 156Gd inférieure à la teneur naturelle en récupérant le gadolinium sur la plaque de récupération d'atomes neutres 27. TABLEAU 4 ISOTOPE TENEUR FACTEUR D'ABSORPTION (%) DES NEUTRONS (%) 154Gd 3 0,04 Gd 19 0,05 156Gd 0 0,11 157Gd 20 0,12 158Gd 31 0,21 159Tb 0 0,05 Gd 27 0,02 Total 100 0,60 Dans un autre mode de réalisation, du gadolinium ne contenant ni 156Gd ni 158Gd, comme le montre le tableau 5, est employé comme poison consommable dans un assemblage de combustible tel que celui qui est représenté sur la figure 1. La concentration en oxyde de gadolinium est de 2,2 % et la teneur massique totale en 155Gd et 157Gd est la même que lorsque l'on utilise du gadolinium naturel ayant une concentration en oxyde de gadolinium de 4,0 %. Le facteur d'absorption des neutrons pour un taux de combustion de GWj/0,9072t dans ce mode de réalisation est réduit encore par rapport à celui du premier mode de réalisation à 0,45 %. En d'autres termes, on obtient un gain de réactivité de 0,36 % à comparer au gain de 0,81 % qui est obtenu lorsque l'on utilise du gadolinium naturel, comme le montre le tableau 1. Par conséquent, par rapport à un exemple de l'état de la technique utilisant du gadolinium naturel, il est possible de prolonger la combustion nucléaire d'environ 2 % pour la même concentration en uranium. Ou bien encore, la concentration en uranium pour obtenir la même combustion nucléaire que dans l'exemple de l'état de la technique peut être abaissée d'environ 0,04 %. Dans ce mode de réalisation également, comme le maximum du facteur de multiplication infinie n'est pas trop élevé, il n'y a pas de risque d'effets défavorables sur la marge d'arrêt et le maximum de canal. TABLEAU 5 ISOTOPE TENEUR FACTEUR D'ABSORPTION (%) DES NEUTRONS (%) 154Gd 4 0,04 Gd 27 0,05 156Gd 0 0,11 157Gd 29 0,12 158Gd O 0,09 159Tb 0O 0,02 Gd 40 0,02 Total 100 0,45 En comparant les modes de réalisation décrits ci-dessus, on peut voir que la réduction de perte de réactivité obtenue en retirant le 158Gd est de 0,15 %. Pour réduire la perte de réactivité, il est donc d'importance primordiale de retirer le 156Gd puis de retirer le 158Gd. Les autres isotopes de nombre de masse pair qui sont présents dans le gadolinium sont 152Gd, 154Gd et 160Gd. Comme la teneur en 152Gd et 154Gd est faible dans tous les cas, leur retrait entraîne une faible amélioration de la perte de réactivité. 154Gd a un facteur d'absorption des neutrons dû à 154Gd lui-même de 0,04 %. Cependant, il agit comme source de 155Gd qui a unfacteur d'absorption des neutrons de 0,05 %. Par conséquent, le fait de retirer le 154Gd permet d'obtenir un gain de réactivité de 0,09 %. De ce fait, le retrait du 154Gd arrive à la troisième place dans l'ordre d'importance. Au contraire, 160Gd a une abondance naturelle élevée, égale à 22 %, mais, comme le montre le tableau 1, sa section efficace est faible de sorte que son retrait est peu intéressant en ce qui concerne l'abaissement de la perte de réactivité. Cependant, étant donné que la teneur en 160Gd est importante, son retrait est avantageux pour augmenter la conductivité thermique et donc pour obtenir une combustion élevée et/ou pour prolonger le fonctionnement du réacteur. La figure 8 représente une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible constituant un autre mode de réalisation de la présente invention. Ce mode de réalisation est un exemple dans lequel la teneur en 157Gd est rendue supérieure à la teneur naturelle. En fait, du gadolinium consistant uniquement en 157Gd est employé comme poison consommable. La concentration en oxyde de gadolinium est de 1,2 % pour huit barreaux de combustible G1 et de 1,5 % pour cinq barreaux de combustible G2. Spécifiquement, la variation de la quantité de 157Gd représentée sur la figure 4 est simulée par l'oxyde de gadolinium de G1 et la variation de la quantité de 155Gd, qui a une vitesse de combustion nucléaire plus faible, est simulée par l'oxyde de gadolinium de G2. De plus, comme la teneur en oxyde de gadolinium est sensiblement supérieure dans G2, le nombre de barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium peut être réduit de 1 à 13 barreaux. La concentration en uranium dans ce mode de réalisation est inférieure de 0,1 % à 4,0 %, c'est à dire qu'elle est de 3,9 %. La figure 3 montre la variation du facteur de multiplication infinie 28 de ce mode de réalisation, en fonction du taux de combustion. Dans ce mode de réalisation, le facteur de multiplication infinie 11 du combustible conventionnel utilisant du gadolinium naturel est simulé étroitement. En particulier, la valeur maximale du facteur de multiplication infinie peut être abaissée. La perte de réactivité due à l'oxyde de gadolinium peut donc être réduite et il est possible d'obtenir la même combustion que dans l'exemple conventionnel avec une plus faible concentration en uranium, sans effets défavorables sur la marge d'arrêt et le maximum de canal. Il est souhaitable d'ajuster entre 1,2 et 1,3 environ le rapport des concentrations en oxyde de gadolinium des barreaux G1 et des barreaux G2 comme dans ce mode de réalisation. De cette manière, il est possible de simuler grossièrement la variation de la densité atomique de 155Gd et 157Gd en fonction du taux de combustion, qui est représentée sur la figure 4. Bien que deux niveaux de concentration d'oxyde de gadolinium aient été employés dans ce mode de réalisation, il est possible d'employer trois ou plus de trois niveaux de concentration d'oxyde de gadolinium. Dans un assemblage de combustible selon un autre mode de réalisation de la présente invention, le plan transversal est le même que dans l'exemple de l'état de la technique représenté sur la figure 1, mais l'oxyde de gadolinium dans les barreaux de combustible 10 qui en contiennent varie dans la direction axiale verticale. Plus précisément, du gadolinium consistant uniquement en 157Gd est employé au fond tandis que du gadolinium naturel est employé dans la partie supérieure. Les concentrations en gadolinium sont de 1,2 % au fond et de 4,0 % dans la partie supérieure. L'importance des neutrons sur l'arrêt du réacteur atteint un maximum dans une région située au 1/4 ou au 1/3 de la longueur totale sous le sommet du coeur. Le facteur de multiplication infinie au fond du coeur n'a sensiblement pas d'effet sur le facteur de multiplication effectif du coeur à l'arrêt. Dans ce mode de réalisation, du gadolinium à haute teneur en 157Gd est utilisé uniquement au fond de l'assemblage de combustible de sorte que la possibilité d'un maximum excessif du facteur de multiplication infinie est limitée au fond de l'assemblage de combustible. De ce fait, il est possible d'abaisser la perte de réactivité au fond de l'assemblage de combustible sans risque d'effets néfastes sur la marge d'arrêt. En général, dans un réacteur nucléaire à eau bouillante, un maximum de puissance en direction axiale est susceptible de se produire au fond du coeur. Par conséquent, dans ce mode de réalisation, si les concentrations en uranium sont les mêmes dans les parties supérieure et inférieure de l'assemblage de combustible, le facteur de multiplication infinie est le plus élevé au fond, là o la perte de réactivité produite par l'oxyde de gadolinium est la plus faible. Il en résulte qu'un maximum de puissance axiale accru peut se produire au fond du coeur. Dans un tel cas, il est possible de prendre des mesures en rendant par exemple la concentration en uranium au fond de l'assemblage de combustible inférieure à la concentration en uranium au sommet, en utilisant dans le fond un plus grand nombre de barreaux contenant de l'oxyde de gadolinium qu'au sommet, ou en rendant la concentration en oxyde de gadolinium au fond de l'assemblage de combustible plus élevée que dans ce mode de réalisation. La publication de brevet japonais Sho. 54-13899 décrit une technique permettant d'obtenir au fond de l'assemblage de combustible une concentration en oxyde de gadolinium plus élevée qu'au sommet afin de réduire le maximum de puissance axiale qui apparaît au fond du coeur dans un réacteur à eau bouillante. Dans un assemblage de combustible qui utilise cette technique, représenté sur les figures 9 (A) et 9 (B), dans tous les barreaux de combustible, de l'uranium naturel est employé dans les parties situées au sommet et au fond tandis que de l'uranium enrichi est employé dans la partie intermédiaire. Les barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium 10 sont de deux sortes: dans les barreaux de combustible G3, la concentration en oxyde de gadolinium est de 4,0 % au sommet et au fond et dans les barreaux de combustible G4, elle est de 4, 0 % au sommet et de 5,0 % au fond. Dans cet exemple, comme la concentration en oxyde de gadolinium est plus élevée au fond dans les barreaux de combustible G4, la conductivité thermique y est plus basse de sorte que le degré d'enrichissement de l'uranium de l'ensemble de la partie intermédiaire des barreaux de combustible G4 est inférieur au degré d'enrichissement de l'uranium de la partie intermédiaire des barreaux de combustible G3. Il en résulte une influence défavorable sur le maximum de puissance locale dans le plan transversal de l'assemblage de combustible. Dans un autre mode de réalisation de la présente invention, du gadolinium qui ne contient pas de 156Gd, comme le montre le tableau 4, est utilisé dans le fond des barreaux de combustible G4 et du gadolinium naturel est utilisé pour le sommet. La concentration en oxyde de gadolinium est de 4,0 % au sommet et au fond. Avec une telle répartition de l'oxyde de gadolinium, on peut obtenir le même contrôle de réactivité que dans l'exemple de l'état de la technique. Dans ce mode de réalisation, la concentration en uranium des barreaux de combustible G3 et des barreaux de combustible G4 est la même. Il en résulte une amélioration par rapport à l'exemple de l'état de la technique de l'abaissement du maximum de puissance dans le plan transversal de l'assemblage de combustible. Bien entendu, il serait possible d'utiliser du gadolinium ne contenant pas de 156Gd au sommet et au fond des barreaux G3 et G4, mais celui-ci est plus coûteux à obtenir que le gadolinium naturel de sorte que, pour ne pas augmenter les coûts, il peut être utilisé uniquement dans la partie inférieure de l'assemblage de combustible, comme dans ce mode de réalisation. Bien entendu, au lieu d'utiliser du gadolinium qui ne contient pas de 156Gd, il est possible d'obtenir le même effet en utilisant du gadolinium dont la teneur en 157Gd est augmentée par rapport à la teneur naturelle. Le combustible introduit initialement dans le premier cycle de fonctionnement du réacteur a une concentration en oxyde de gadolinium supérieure à celle du combustible de remplacement introduit dans le second cycle et dans les cycles subséquents. De l'oxyde de gadolinium d'une concentration de 7 à 8 % est utilisé dans ce combustible introduit initialement. Ceci est dû au fait que la période de fonctionnement du premier cycle pour le test de démarrage est plus longue que la période de fonctionnement du second cycle et des cycles subséquents. Si le combustible introduit initialement est obtenu par un enrichissement important de manière à augmenter la rentabilité du combustible, le nombre de barreaux qui doivent être remplacés lors du premier remplacement est réduit de sorte que l'excès de réactivité du second cycle doit être supporté par l'oxyde de gadolinium présent dans le combustible introduit initialement. Par conséquent, dans le cas o le combustible introduit initialement présente un enrichissement plus élevé, si l'on souhaite augmenter la concentration en oxyde de gadolinium et si, dans le combustible introduit initialement, la concentration en oxyde de gadolinium de la partie inférieure est supérieure à celle de la partie supérieure, la concentration en oxyde de gadolinium est en fait limitée par la concentration en oxyde de gadolinium présente dans la partie inférieure de l'assemblage de combustible. Dans un tel cas également, il est approprié d'utiliser dans le fond de l'assemblage de combustible (a) du gadolinium dont la teneur en 156Gd est abaissée au dessous de la teneur naturelle ou (b) du gadolinium dont la teneur en 157Gd est augmentée au-delà de la teneur naturelle en plus grande quantité que dans la partie supérieure, comme dans ce mode de réalisation. Un assemblage de combustible selon un autre mode de réalisation de cette invention est identique à l'exemple de l'état de la technique représenté sur la figure 1 dans le plan transversal, à ceci près que la concentration d'oxyde de gadolinium dans les barreaux de combustible contenant de l'oxyde de gadolinium n'est pas la même au sommet et au fond dans la direction axiale. Spécifiquement, pour la partie supérieure, on emploie du gadolinium exempt de 156Gd et de 158Gd, représenté dans le tableau 5 et utilisé dans un mode de réalisation précédent, tandis que l'on emploie du gadolinium naturel pour la partie inférieure. La concentration du gadolinium est de 2,2 % dans la partie supérieure et de 4,0 % dans la partie inférieure. Le facteur de multiplication infinie de l'assemblage de combustible selon ce mode de réalisation est plus élevé, atteignant 0,49 %, au sommet qu'au fond, de sorte que l'apparition d'un maximum de puissance axiale au fond du coeur dans un réacteur à eau bouillante est moins probable et que la marge thermique est donc augmentée. Bien entendu, au lieu d'utiliser du gadolinium exempt de 156Gd et de 158Gd, il est possible d'obtenir le même effet en utilisant du gadolinium dont la teneur en 157Gd est augmentée au-delà de la teneur naturelle. Comme le montre la figure 1, dans un assemblage de combustible employé dans un réacteur à eau bouillante, on utilise normalement de l'oxyde de gadolinium dans les barreaux de combustible qui ne sont pas situés à la périphérie externe. Au contraire, la publication de brevet japonais Sho. 58-216989 décrit une invention dans laquelle la marge d'arrêt est améliorée et un taux de combustion plus élevé est obtenu grâce à l'emploi d'oxyde de gadolinium pour les barreaux de combustible situés à la périphérie externe. Cependant, du fait de l'élimination plus rapide du gadolinium résultant du flux neutronique important dans les barreaux de combustible situés à la périphérie externe, la concentration en oxyde de gadolinium doit être augmentée par réduction du nombre de barreaux de combustible contenant du gadolinium. Cependant, il est difficile d'augmenter suffisamment la concentration en oxyde de gadolinium du fait de la chute de conductivité thermique qui en résulte. La figure 10 représente une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible selon un autre mode de réalisation de cette invention. Dans ce mode de réalisation, l'oxyde de gadolinium est utilisé non seulement dans les deux barreaux de combustible G5 situés dans la région centrale mais aussi dans les huit barreaux de combustible périphériques G6. Les barreaux de combustible centraux G5 contiennent du gadolinium naturel en une concentration en oxyde de gadolinium de 4,0 % et les barreaux de combustible périphériques G6 contiennent du gadolinium exempt de 156Gd, de 158Gd ou de 160Gd, en une concentration en oxyde de gadolinium de 2,0 %. En utilisant une telle concentration d'oxyde de gadolinium, il est possible d'obtenir un facteur de multiplication infinie équivalent au facteur de multiplication infinie 11 de l'exemple de l'état de la technique représenté sur la figure 1. Dans ce mode de réalisation, si l'on emploie du gadolinium naturel pour les barreaux de combustible périphériques G6, il est nécessaire d'utiliser une concentration en gadolinium de 6,0 %. Ceci constitue un obstacle à l'obtention d'un taux de combustion plus élevé car il en résulte une baisse de la conductivité thermique ou de la puissance thermique des barreaux de combustible du fait de la plus faible concentration en uranium. Dans ce mode de réalisation, il est possible d'obtenir le même effet en utilisant pour les barreaux de combustible périphériques G6 du gadolinium dont la teneur en 157Gd est augmentée. Pour les barreaux de combustible centraux G5, il est également possible d'utiliser du gadolinium exempt de 156Gd, de 158Gd ou de Gd ou du gadolinium dont la teneur en 157Gd est augmentée. De plus, ce mode de réalisation peut être appliqué aussi à de nombreux modes de réalisation décrits ci-dessus. Les modes de réalisation obtenus par de telles combinaisons sont préférables car leurs avantages respectifs peuvent être obtenus simultanément. Dans les modes de réalisation ci-dessus, on a décrit des cas o l'on employait du gadolinium duquel des isotopes spécifiques de nombre de masse pair avaient été totalement retirés, ou du gadolinium consistant uniquement en 157Gd. Cependant, si le retrait du 156Gd est accompli au moyen d'un dispositif de séparation tel que celui qui est représenté sur la figure 7, il est impossible d'obtenir une ionisation complète. De ce fait, le gadolinium récupéré sur la plaque d'absorption d'atomes neutres 27 contient encore une certaine quantité de 156Gd qui n'a pas été ionisé. De même, dans le cas de l'ionisation de 157Gd, une proportion d'atomes neutres qui n'ont pas été ionisés adhère à la plaque électrode de récupération d'ions 25 de sorte que le gadolinium récupéré à partir de la plaque électrode de récupération d'ions 25 contient encore certains isotopes autres que 157Gd. Cependant, il est clair que la présente invention peut encore être appliquée et que les avantages correspondants peuvent encore être obtenus si l'on utilise du gadolinium de ce type, tel que celui qui est obtenu en pratique. REVENDICATIONS 1. Gadolinium utilisable comme poison consommable pour combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend une multiplicité d'isotopes du gadolinium parmi lesquels un ou plusieurs isotopes de nombre de masse pair est ou sont présents en une teneur inférieure à la teneur dudit ou desdits isotopes de nombre de masse pair dans le gadolinium naturel. 2. Gadolinium selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit isotope de nombre de masse pair est 156Gd. 3. Gadolinium selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdits isotopes de nombre de masse pair sont 156Gd et 158Gd. 4. Assemblage de combustible caractérisé en ce qu'il comprend une multiplicité de barreaux de combustible nucléaire disposés en faisceau, dont l'un au moins contient du gadolinium ayant une multiplicité d'isotopes, un ou plusieurs isotopes de nombre de masse pair de ladite multiplicité d'isotopes étant présents en une teneur inférieure à la teneur dudit ou desdits isotopes de nombre de masse pair dans le gadolinium naturel. 5. Assemblage de combustible selon la revendication 4, caractérisé en ce que la teneur en ledit ou lesdits isotopes de nombre de masse pair est plus élevée dans la partie inférieure de l'assemblage de combustible que dans la partie supérieure de l'assemblage de combustible. 6. Assemblage de combustible selon la revendication 4, caractérisé en ce que la teneur dudit ou desdits isotopes de nombre de masse pair est plus élevée dans la partie supérieure de l'assemblage de combustible que dans la partie inférieure de l'assemblage de combustible. 7. Assemblage de combustible selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'un au moins des barreaux de combustible contenant du gadolinium est situé dans la partie périphérique externe de l'assemblage de combustible. 8. Assemblage de combustible caractérisé en ce qu'il comprend une multiplicité de barreaux de combustible nucléaire disposés en faisceau, ladite multiplicité de barreaux de combustible comprenant au moins des premier et second groupes de barreaux de combustible contenant chacun des isotopes du gadolinium dans lesquels la teneur en 157Gd est supérieure à la teneur en 157Gd du gadolinium naturel, ledit premier groupe ayant une concentration en gadolinium différente de la concentration en gadolinium dudit second groupe. 9. Assemblage de combustible selon la revendication 8, caractérisé en ce que le rapport de la concentration en gadolinium du premier groupe à la concentration en gadolinium du second groupe est de 1,2 à 1,3.